WWER-1000反应堆中对燃料棒弯曲的考虑

WWER-1000反应堆无论是在俄罗斯还是在国际上都算是比较成熟的堆型，它和西方PWR反应堆都属于压水堆的范畴。但在堆芯设计的理念上，WWER-1000与PWR堆之间又存在着差异。本文结合WWER-1000反应堆的运行实践及其燃料组件的特点，来阐明燃料棒弯曲在WWER-1000反应堆堆芯设计，尤其是在堆芯热工设计中是如何考虑的，并使之与西方PWR的设计特点进行针对性比较，从而来说明WWER-1000燃料组件的性能在整个运行寿期内的适应性。     

田湾核电站（TNPP）核材料平衡区（MBA）之浅析

在核电站核材料衡算管理中，核材料平衡区的划分是根据核电站自身的结构特点。在满足电站核材料衡算管理要求的前提下人为设定的区域，旨在能够方便、准确掌握核电站平衡区内的核材料存量及变化活动。本文从田湾核电站结构的特点出发，介绍田湾核电站核材料平衡区的划分及其特点。并与相应的参考电站一巴拉科夫核电站(BNPP）进行比较说明．     

WWER-1000燃料组件特点及棒弯曲分析

本文根据WWER-1000反应堆的设计特点及其运行实践,阐述了WWER-1000燃料组件的设计特点,并与西方压水堆燃料组件进行了相应的比较.重点分析论述了WWER-1000反应堆燃料棒弯曲的特点,以及在热工水力和燃料组件设计中是如何考虑棒弯曲效应的,进行了燃料棒弯曲对临界热流密度影响实验的研究.结果表明:WWER-1000燃料组件在整个运行寿期内的性能是可以保证的.     

线功率密度和DNBR保护在田湾核电站的应用

堆内核测量系统是田湾核电站反应堆监测、控制和诊断系统的重要组成部分,在机组正常运行和瞬态工况下实时计算和监测反应堆参数。首次在田湾核电站将燃料棒线功率密度和偏离泡核沸腾比(DNBR)信号作为对反应堆的在线保护信号,达到了反应堆安全和经济运行的目的。     

田湾核电站TVS-2M先导组件堆芯热工水力分析

田湾核电站一号机组于第5燃料循环装入6组TVS-2M先导燃料组件,并将经历从第5燃料循环到第8燃料循环4年的堆内运行。本文通过对先导燃料组件堆芯热工水力分析,堆芯运行实际试验测量以及组件变形检查,验证了热工水力设计程序计算模型的合理性以及计算结果与试验结果的符合性。结果表明,TVS-2M燃料组件与AFA燃料组件具有良好的相容性,从而证实了过渡循环条件下反应堆运行的安全性和可靠性。     

田湾核电站18个月换料燃料管理策略

为实现田湾核电站1、2号机组长周期换料项目,制定了过渡到18个月换料的燃料管理策略。参考俄罗斯核电站管理经验,长周期换料项目需采用TVS-2M新型燃料组件。在正式向长周期燃料循环过渡前通过TVS-2M先导组件运行验证了混合堆芯相容性。TVS-2M组件入堆替换AFA组件将分成两个阶段,即前两个过渡循环装入带有包覆层的TVS-2M组件,后继循环装入不带包覆层的TVS-2M组件。田湾核电站两台机组经历4个过渡循环,逐步延长运行时间,最终达到480 EFPD的循环长度。过渡循环和平衡循环均采用部分低泄漏堆芯装载,降低了对反应堆压力容器的中子辐照。田湾核电站18个月换料燃料管理策略提高了机组能力因子和经济性并具有灵活的循环长度。     

田湾核电厂长周期混合堆芯稳态热工水力分析

田湾核电厂1、2号机组计划自2014年开始向长周期燃料循环过渡,在AFA型燃料组件组成的堆芯中逐步装入TVS-2M新型燃料组件,经过3个燃料循环的过渡,堆芯将全部装载TVS-2M型燃料组件,以实现长周期燃料循环。燃料组件结构的改变使原堆芯热工水力分析不再适用。本文以长周期燃料循环过渡时期的5种典型堆芯组成情况为例,介绍了VVER机组稳态热工水力分析的程序和方法,对混合堆芯的稳态热工水力特性进行了重新分析。结果表明,混合堆芯稳态设计仍满足热工水力设计准则。     

田湾核电站线功率密度保护参数计算

田湾核电站(TNPS)堆内核测量系统的54个中子温度测量通道分成4组,每组通道将自给能探测器电流转换为功率并通过扩展计算获得全堆芯的功率分布。电流转换为功率的系数等参数由堆内测量系统上层服务器计算获得并传递给下层服务器。每个燃料组件最大线功率密度由周边影响区域内的4个中子温度测量通道计算的线功率密度值加权平均得到,权重系数与自给能探测器到周边影响区域内燃料组件的距离有关。本文阐述这种由自给能探测器电流计算线功率密度保护参数的方法。该方法简易、响应及时,且误差小于5.7%,已成功应用在田湾核电站运行机组的实时在线保护中。     

田湾核电站长周期换料大破口失水事故分析

田湾核电站拟采用长周期换料策略,堆芯设计的改变需对设计基准事故进行重新分析。本文对反应堆入口主管道大破口失水事故进行了计算分析,在保守的初始输入及计算假设的基础上,通过对轴向功率分布及应急堆芯冷却系统的保守性分析,得出基于燃料包壳温度的最保守的计算工况,并进行了计算。计算结果表明,实施长周期策略后,大破口失水事故仍可满足验收准则的要求,堆芯设计具有足够的安全裕量。     

田湾核电站1号机组第6循环堆芯装载策略及验证

田湾核电站1号机组第5次换料大修期间,根据燃料组件检查结果,开展了紧急换料设计。1号机组第6循环堆芯装载策略具有不同于正常换料的特点,例如燃料装载不对称、部分辐照过的燃料组件移动到对称象限、堆芯功率分布不对称等。另外,堆芯装载策略考虑了TVS-2M先导燃料组件的位置要求。经第6循环寿期初物理试验和堆内测量系统验证,堆芯装载方案设计结果满足各项测量准则要求,且堆芯运行参数符合设计预期。